## PEMBUATAN SUMBER RADIASI GAMMA
137 Cs DENGAN
AKTIVITAS 20 mCi DARI PEB U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI DALAM

## CONTAINER STAINLESS STEEL
Aslina Br.Ginting 1) , Yanlinastuti 1) , Noviarty 1) , Boybul 1) , Arif Nugroho 1) , Dian Anggraini 1) , Rosika Kriswarini 1) , Sriyono 2) , Moch Subechi 2) , Gatot W 3) , Hermawan 3)
1 Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN
2 Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka –BATAN 3 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi –BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail: aslina@batan.go.id
(Naskah diterima : 24-08-2015, Naskah direvisi: 16-09-2015, Naskah disetujui: 22-09-2015)

## ABSTRAK
PEMBUATAN SUMBER RADIASI GAMMA ISOTOP 137 Cs DENGAN  AKTIVITAS 20 mCi DARI PEB U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI DALAM CONTAINER STAINLESS STEEL . Kegiatan uji pasca iradiasi  pelat elemen  bakar  (PEB)  U 3 Si 2 -Al  banyak  menghasilkan  larutan  dengan  keaktifan  yang sangat  tinggi.  Larutan  tersebut  mengandung  isotop 137 Cs,  uranium  serta  transuranium  yang mempunyai  waktu  paroh  panjang  dan  berbahaya  bagi  lingkungan.  Namun  larutan  tersebut memiliki nilai ekonomis tinggi karena dapat dimanfaatkan sebagai bahan baku untuk pembuatan sumber  radiasi  sinar  gamma  isotop 137 Cs.  Hal  ini  dapat  membantu  bidang  industri  dalam memenuhi kebutuhan sumber radioaktif dalam negeri karena selama ini kebutuhan isotop 137 Cs di Indonesia  masih  tergantung  dari  industri  luar  negeri.  Selain  itu,  pengadaan  dan  transportasi isotop 137 Cs  dari  luar  negeri  serta  dalam  penggunaannya  memerlukan  persyaratan  yang  cukup ketat dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), sehingga menyebabkan harga isotop 137 Cs  menjadi  mahal  sampai  di  Indonesia.  Dengan  alasan  tersebut,  BATAN  sebagai lembaga  litbang  nuklir  di  Indonesia  perlu  mempelajari  pembuatan  sumber  radiasi  gamma  isotop 137 Cs dari larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi. Manfaat isotop 137 Cs sangat  luas  antara  lain  digunakan  dalam  menganalisis  sampel  lingkungan,  industri  migas, konstruksi,  radiografi,  perikanan,  rumah  sakit  dan  pertambangan.  Pembuatan  sumber  radiasi gamma  isotop 137 Cs  dimulai  dari  pengumpulan  larutan  hasil  pengujian  PEB  U 3 Si 2 -Al.  Larutan larutan  hasil  pengujian  mengandung  isotop 137 Cs  dan  isotop  lainnya  dikumpulkan  menjadi  satu dalam  botol  dengan  volume  65  mL.  Pemisahan  isotop 137 Cs  dari  hasil  fisi  lainnya  dilakukan dengan  metode  penukar  kation  menggunakan  zeolit  Lampung  dengan  berat  45  gr.  Hasil pemisahan  diperoleh 137 Cs-zeolit  dalam  fasa  padat  dan  isotop  lainnya  berada  dalam  fasa  cair. Padatan 137 Cs-zeolit  kering  kemudian  kemudian  ditimbang  dan  diukur  aktivitasnya  menggunakan spektrometer-  .  Hasil  analisis  dengan  spektrometer-  diperoleh  aktivitas  padatan 137 Cs-zeolit sebesar  20  mCi.  Untuk  menjadi  sumber  radiasi  gamma 137 Cs,  padatan 137 Cs-zeolit  dengan aktivitas  20  mCi  dikemas  dengan  cara  memasukkan  ke dalam  inner-outer  capsule terbuat  dari stainless  steel yang  telah  dirancang  sebelumnya. Container  stainless  steel diproses  menjadi sumber  radiasi  gamma  tertutup  ( shield  source) untuk  selanjutnya  disertifikasi  oleh  PTKMR- BATAN sebagai lembaga kalibtrator bahan radioaktif di BATAN.
Kata kunci: Larutan proses PEB U 3 Si 2 -Al, radioaktif gamma, isotop 137 Cs, penukar kation, zeolit Lampung dan container .

## ABSTRACT
MANUCFACTURING  OF 137 Cs  GAMMA  RAY  SOURCE  WITH  ACTIVITY  20  mCi  FROM  PEB U 3 Si 2 -Al  POST  IRRADIATION  IN  STAINLESS  STEEL CONTAINER. In  the  post-irradiation examination of fuel element plate (PEB) U 3 Si 2 -Al), a solution of high activity as a result of testing nuclear  fuel  stored  in  hotcell  with  enough  volume.  The  solution  can  not  be  discarded  as  waste because it still contains fission isotop such as 137 Cs, uranium and transuranium, which has a long half life and dangerous for the environment. This can help the industry in order to fulfill the needs of  a  radioactive  source  in  Indonesia,  because  until  now 137 Cs  isotope  is  derived  from  foreign industries.  In  addition,  the  procurement  and  transportation  of  isotopes 137 Cs  require  stringent requirements,  because  they  have  toget  permission  from  the  National  Nuclear  Energy  Agency (BAPETEN),  thus  causing  the  price  of  high  activity 137 Cs  isotopes  becomes  expensive  to Indonesia.  For  these  reasons,  BATAN  as  nuclear  R&D  institutions  in  Indonesia  need  to  study make isotopes 137 Cs gamma radiation source, which is contained in the waste from spent fuel test results U 3 Si 2 -Al. Isotope 137 Cs can be used very widely, such as in the analysis of environmental samples,  the  oil  and  gas  industry,  construction,  radiography,  fisheries,  hospitals,  and  mining. Making  isotope 137 Cs  gamma  radiation  source  starting  from  the  collection  of waste  from  the  test results  PEB  U 3 Si 2 - Al.  Waste  solution  was  collected  in  a  bottle  with volume  65  mL.  Collection  of 137 Cs isotopes of other fission carried out using the method of cation exchange with  weight 45 gr of  zeolite  Lampung.  The  results  of  separation  are 137 Cs-zeolite  in  the  solid  phase  and  the  other isotopes are in the liquid phase. 137 Cs-zeolite solid is then dried and then weighed and measured its  activity  using  a  spectrometer-  .  Result  of analisys  by  spectrometer-  was  obtained  acitivity  of 137 Cs-zeolite  solids  was  20  mCi. 137 Cs-zeolite  solids  then  packed  in  sealed  containers  (shield source) capsule-shaped stainless steel and than certificate by PTKMR-BATAN.
Keywords: Process  wastle  of  PEB  U 3 Si 2 -Al,  gamma  radioactive,  isotope 137 Cs,  cation exchange, zeolite Lampung and container .
Pembuatan Sumber Radiasi Gamma Isotop 137 Cs Dengan Aktivitas 20 mCi Dari PEB U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Dalam Container Stainless Steel
(Aslina Br.Ginting, Yanlinastuti, Noviarty, Boybul, Arif Nugroho, Dian Anggraini, Rosika Kriswarini, Sriyono, Moch Subechi,
Gatot W, Hermawan)

## PENDAHULUAN
Dalam melakukan analisis PIE ( Post Irradiation  Examination )  khususnya burn  up mutlak,  banyak  larutan  hasil  pengujian bahan  bakar  nuklir  yang  disimpan  dalam hotcell dengan keaktifan  yang sangat tinggi. Larutan  hasil  pengujian  tersebut  belum dapat  dilimbahkan  ke  Pusat  Teknologi Limbah  Radioaktif  (PTLR)  BATAN  karena mengandung  hasil  fisi  isotop 137 Cs  (dengan waktu  paroh  30,17  tahun)  dan  unsur-unsur beratdari  uranium  yang  mempunyai  waktu paroh  yang  panjang  seperti; 238 U  (4,47x10 9 tahun), dan 235 U (7,04 x10 8 tahun) [1] . Namun larutan  hasil  pengujian  tersebut  masih memiliki  nilai  ekonomis  tinggi  karena  dapat dimanfaatkan  sebagai  bahan  baku  untuk pembuatan  sumber  satandar  sekunder  dari isotop 137 Cs.  Hingga  saat  ini  di  Indonesia, kebutuhan  sumber  standar  isotop 137 Cs masih  diimport  dari  luar  negeri  dengan harga  mahal.  Sementara  itu  di  Indonesia, isotop 137 Cs banyak dimanfaatkan di berbagai bidang, antara lain industri pertambangan, perikanan, radiografi, kedokteraan  nuklir  dan  penelitian.  Hal  ini menjadikan  latar  belakang  untuk melakukan pemisahan  hasil  fisi 137 Cs  dengan  HE (heavy  element) yang  terdapat  di  dalam larutan hasil pengujian bahan bakar tersebut.  Isotop 137 Cs  mempunyai  waktu paroh (t 1/2 :30,17 tahun) dengan fission yields
137 Cs  sekitar  6,26  %.  Hal  ini  berarti  bahwa setiap 100 kali terjadi reaksi fisi
(pembelahan)  di  reaktor  akan  menghasilkan kurang  lebih  6  atom 137 Cs.  Fenomena  ini menunjukkan  bahwa  di  dalam  bahan  bakar pasca  iradiasi  kandungan  isotop 137 Cs sebagai  pemancar  sinar-  lebih  dominan dari  pada  isotop  hasil  fisi  pemancar  sinar-  lainnya. Dengan keunggulan tersebut menyebabkan  isotop 137 Cs  dijadikan  salah satu  isotop  monitor burn  up untuk  bahan bakar nuklir [2] . Berdasarkan fenomena pembentukan isotop 137 Cs sebagai hasil fisi, menunjukkan  bahwa  pemisahan  isotop
137 Cs dalam larutan hasil pengujian PIE dari PEB  U 3 Si 2 -Al  sangat  ekonomis  untuk dilakukan [2] .
Beberapa metode yang dapat digunakan  untuk  pemisahan  isotop 137 Cs dalam  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi  antara lain  adalah  metode  ekstraksi  menggunakan TBP/OK dan metode pengendapan langsung  sebagai  CsClO 4 , namun  ke  dua metode  tersebut  belum  menunjukkan  hasil yang baik karena recovery pemisahan isotop 137 Cs  diperoleh  masing-masing  sebesar 28,03 % ± 5,33 % dan 87,55 % ± 1,11 % [3] , sedangkan metode penukar kation menggunakan  zeolit  Lampung  diperoleh recovery pemisahan  isotop 137 Cs  sebesar 97,07  % [4] .  Metode  penukar  kation  yang digunakan  dalam  penelitian  ini  adalah metode  yang  dikembangkan  sendiri  di laboratorium  Instalasi  Radiometalurgi  (IRM) mencakup  besar  kapasitas  tukar  kation (KTK),  daya  serap,  kinetika  dan  difusi, surface  area ,  komposisi  kimia,  sifat  fisis, mikrostruktur  dan  analisis  XRD  dari  zeolit Lampung [5] .
Zeolit  Lampung  dari  mineral  alam dapat  menggantikan  fungsi  resin  sintetis sebagai bahan penukar kation. Penggunaan zeolit Lampung sebagai penukar kation akan mengikat isotop 137 Cs dalam bentuk padatan
137 Cs-zeolit  dan  isotop  (U,Pu)  berada  di dalam  supernatan  sebagai  fasa  cair.  Isotop 137 Cs  di  dalam  bentuk  padatan 137 Cs-zeolit, untuk  selanjutnya  diproses  menjadi  sumber tertutup (shield  source) dan  merupakan sumber  radiasi  gamma  dengan  aktivitas tinggi yang dapat digunakan dalam berbagai industri [6] .
Di  bidang  industri  minyak  bumi, isotop 137 Cs  digunakan  dalam  pengujian kualitas  las  pada  pipa  minyak/gas  dan instalasi  kilang  minyak  dengan  teknik radiografi. Teknik ini juga digunakan pada uji kualitas  las  dari  ketel  uap  tekanan  tinggi serta  uji  kekerasan  dan  keretakan  pada
konstruksi beton. Isotop 137 Cs juga digunakan  sebagai  bahan  perunut  untuk mendeteksi  ketebalan  bahan,  mendeteksi kebocoran,  kehausan  atau  kekeroposan pipa  tanpa  merusak  ( Non  Destructive  Test , NDT).  Di  dalam  industri  perikanan,  isotop 137 Cs digunakan sebagai media pengawetan ikan  tuna,  kepiting  dan  udang  sewaktu dilakukan  pengiriman  dalam  skala  besar  di dalam  kontainer  ke  luar  negeri  serta  dapat membantu petani dan nelayan  untuk mengawetkan  udang  atau  bandeng  dalam mengembangkan kegiatan usaha kecil menengah (UKM).
Di  bidang  kesehatan  atau  rumah sakit  isotop 137 Cs  dimanfaatkan  sebagai kalibrator  dosis  sumber  radiasi  gamma untuk  mengkalibrasi  peralatan  terapi  tumor dan  kanker.  Sel  kanker  lebih  sensitif  (lebih mudah rusak) terhadap radiasi dibandingkan dengan  sel  normal,  sehingga  radioisotop digunakan  untuk  membunuh  sel  kanker dengan mengatur arah dan dosis radiasi [7] .
Di  dalam  industri  pertambangan, isotop 137 Cs  aktivitas  tinggi  digunakan sebagai probe pada  alat gamma  logging disekitar  batuan  atau  sedimen  pada  sistem geophysical  logging. Isotop 137 Cs  aktivitas tinggi  digunakan  oleh  geologist  sebagai probe dalam mendeteksi kedalaman sumber minyak  pada  saat  pemboran  minyak  dan kedalaman  batu  bara,  nikel,  emas  dan  hasil tambang  lainnya  pada  saat  pencarian  hasil tambang  tersebut.Isotop 137 Cs  dapat  dibuat menjadi probe dengan  cara  memasukkan isotop 137 Cs  ke  dalam  suatu  tabung  yang dilengkapi  detektor,  kamera  dengan  suatu software untuk  pencatat  densitas  (dapat membedakan densitas rendah atau densitas tinggi  dari  suatu  batuan).  Hal  ini  sudah umum  dilakukan  oleh  ahli  geologist  dalam menjejaki  dan  mencari  batuan  maupun mineral di industri pertambangan [8,9] .
Demikian  besar  manfaat  isotop 137 Cs  di  segala  bidang,  namun  kebutuhan
akan isotop 137 Cs di Indonesia masih sangat tergantung  dari  industri  luar  negeri  dan masih  diimport  dari  Eropa  maupun  Amerika Serikat.  Selain  harganya  mahal  (harga isotop 137 Cs  aktivitas  20  mCi  dapat mencapai  sekitar  Rp  125.000.000) [10,11] , pengadaannya maupun transportasinya memerlukan persyaratan yang ketat dan izin persetujuan  dari  lembaga  perizinan  nuklir Indonesia  BAPETEN.  Hal  ini  dikhawatirkan akan  disalahgunakan  untuk  maksud  tidak damai.  Ketergantungan  tersebut  menye- babkan kendala bagi laboratorium pengujian maupun  industri  yang  memerlukan  isotop 137 Cs.  Untuk  mengatasi  ketergantungan tersebut,  BATAN  sebagai  lembaga  litbang nuklir di Indonesia berpeluang untuk melakukan  penelitian  pembuatan  sumber radiasi  gamma  isotop 137 Cs  di  dalam  negeri dari  larutan  hasil  pengujian  bahan  bakar pasca  iradiasi  PEB  U 3 Si 2 -Al  yang  sudah berada  di hotcell laboratorium  IRM-  BATAN selama  18  tahun.  Selain  itu,  kegiatan  ini dapat  mengurangi  larutan  radioaktif  yang ada  di hotcell PTBBN.  Untuk  itu,  PTBBN bekerja  sama  dengan  PTRR  dan  PTKMR- BATAN melakukan kegiatan penelitian untuk pembuatan  sumber  radiasi  gamma  isotop 137 Cs  dalam container stainless  steel dengan  aktivitas  20  mCi  (1Ci  =  37x10 9 Bq) dari  larutan  hasil  pengujian  PEB  U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi.
Bentuk inner  capsule dari  isotop 137 Cs akan dirancang seperti bentuk yang di tawarkan  oleh  Eckert  &  Ziwgler  dari  Berlin- Germany.  Besar  perhitungan  biaya  meliputi biaya  izin  pemanfaatan,  izin  transportasi, pengawasan  yang  dilakukan  oleh  PT. Energia  Protektama  harga  isotop 137 Cs dalam container  stainless  steel tersebut sampai  di  Indonesia  dapat  mencapai Rp.125.000.000 [10,11] .
Tujuan  penelitian  ini  adalah  untuk membuat  sumber  radiasi  gamma  isotop 137 Cs  dengan  aktivitas  20  mCi di  dalam container  stainless  steel .  Selain  pembuatan
Pembuatan Sumber Radiasi Gamma Isotop 137 Cs Dengan Aktivitas 20 mCi Dari PEB U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Dalam Container Stainless Steel
(Aslina Br.Ginting, Yanlinastuti, Noviarty, Boybul, Arif Nugroho, Dian Anggraini, Rosika Kriswarini, Sriyono, Moch Subechi,
Gatot W, Hermawan)
sumber  isotop 137 Cs  tujuan  penelitian  ini adalah  untuk  mempelajari  metode  atau teknik pemisahan isotop 137 Cs diperoleh dari larutan  hasil  pengujian  PIE  menggunakan zeolit  Lampung.  Hasil  pemisahan  isotop 137 Cs berupa padatan 137 Cs-zeolit, kemudian diproses  atau  dikemas  menjadi  sumber radiasi gamma isotop 137 Cs yang tersertifikasi  oleh  PTKMR.  Isotop 137 Cs tersebut  terkungkung  di  dalam container stainless  steel sebagai shield  source dan siap  digunakan  sebagai  sumber  radiasi gamma dalam industri.

## METODOLOGI
Dalam  pembuatan  sumber  radiasi gamma isotop 137 Cs dari PEB U 3 Si 2 -Al untuk industri pelaksanaan penelitian diawali dengan  beberapa  tahapan  kegiatan  sesuai dengan  peraturan  keselamatan  kerja  untuk penanganan bahaya radiasi antara lain:
a.  Pembuatan  standar  operasi  prosedur

## (SOP)
Pembuatan  SOP untuk penanganan bahaya  radiasi  sebagai  persyaratan  bekerja pada  zona  daerah  radiasi  dengan  membuat beberapa  SOP  antara  lain:  SOP  pelarutan, SOP  transfer,  SOP  pemisahan  isotop 137 Cs di  dalam  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi  dan SOP  proses  proses loading padatan 137 Cs- zeolit  ke  dalam inner  capsule  stainless steel [13] serta  SOP  transfer  can  Pb  dari
PTBBN ke PTRR. Pembuatan SOP mengacu  kepada  ASTM  maupun  pustaka yang  berkaitan  dengan  pemisahan  isotop 137 Cs  dan  pembuatan  sumber  radiasi gamma. Disamping membuat SOP, sebelum melaksanakan  penelitian,  supervisor  harus mempertimbangkan  kemungkinan  potensi bahaya radiasi dan kontaminasi  yang terjadi dengan menyusun HIRADC (Hazard
Identification  Risk  Assesment  Determining Control) yang  diketahui  dan  disahkan  oleh Bidang  Keselamatan  (BK)  PTBBN  serta penggunaan  APD  (alat  pelindung  diri)  yang
sesuai  dengan  besarnya  paparan  radiasi yang akan ditangani [12] .

## b.  Validasi metode penukar kation
Validasi  metode  dilakukan  di  luar hotcell dengan  mengukur  aktivitas  dari standar 137 Cs  SRM  4233E  isotop 137 Cs  dari NIST (National Institute of Standars Technology) [13] . Larutan standar 137 Cs dipipet  sebanyak  50  µL  dan  masing-masing di  masukkan  ke  dalam  3  (tiga)  buah  vial yang  telah  diberi  label.  Ke  dalam  masing- masing  vial  ditambahkan  zeolit  Lampung seberat  1  gram  dan  dilakukan  proses penukar  kation  dengan  pengocokan  vial selama 1 jam menggunakan shaker dengan kecepatan
20  rpm  serta  didiamkan  selama  24  jam. Hasil  proses  penukar  kation  menunjukkan terjadinya  pemisahan  antara  isotop 137 Cs yang  terikat  dengan  zeolit  dalam  bentuk padatan 137 Cs-zeolit  sebagai  fasa  padat dengan  unsur  pengotor  dalam  fasa  cair.
Padatan 137 Cs-zeolit hasil pemisahan kemudian  diukur  kandungan  isotop 137 Cs menggunakan  Spektrometri-  dengan  5 (lima) kali pengulangan [14,15] .
c.  Preparasi  Sampel  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca iradiasi
Preparasi  sampel  dilakukan  adalah proses penimbangan, pelarutan dan pengenceran. Pelarutan PEB U 3 Si 2 -Al dilakukan  dengan  penambahan  HCl  dan HNO 3 dalam  labu  ukur  25  mL  dengan  2 (dua)  tahap.  Pelarutan  tahap  pertama adalah  pelarutan  kelongsong  AlMg2  dan matrik  Al,  sedangkan  pelarutan  berikutnya adalah  pelarutan serbuk bahan  bakar U 3 Si 2 . Reaksi  kimia  untuk  melarutkan  kelongsong dan  matrik  bahan  bakar  menggunakan  HCl 6N dengan reaksi sbb:
Al{AlMg} +  8HCl  →  2AlCl 3 +  MgCl 2 + 4H 2 ↑U 3 Si 2 + U 3 Si 2 ↓
Sememtara  itu,  reaksi  kimia  untuk melarutkan  serbuk  bahan  bakar  U 3 Si 2
dilakukan  dengan  menggunakan  HNO 3 6N dengan reaksi sbb:
U 3 Si 2 +  6  HNO 3 →  3  UO 2 (NO 3 ) 2 +  3H 2 ↑+ 2Si↓
d.  Pemisahan  isotop 137 Cs  dalam  larutan PEB U 3 Si 2 -Al
Pemisahan  isotop 137 Cs  di  dalam larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  dilakukan  dengan menggunakan metode penukar kation dengan penambahan zeolit Lampung.
Larutan PEB U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi sebanyak 65 mL dalam erlenmeyer ditambahkan  zeolit  Lampung  dengan  berat 45  gram.  Berat  ini  sesuai  dengan  hasil perhitungan  kapasitas  tukar  kation  (KTK) terhadap zeolit Lampung, selanjutnya dilakukan  proses  pertukaran  kation  dengan cara  pengocokan.  Setelah  selesai  proses pertukaran  kation,  isotop 137 Cs  dan  zeolit masih  tercampur  dengan  isotop  lainnya sehingga  harus  didiamkan  selama  1  (satu) minggu  agar  padatan 137 Cs-zeolit  terpisah dengan supernatan secara sempurna. Padatan 137 Cs-zeolit  yang  terbentuk  dicuci menggunakan aquades dengan tujuan untuk melepaskan  isotop  hasil  fisi  selain 137 Cs. Untuk  menghilangkan  kandungan  air  di dalam padatan 137 Cs-zeolit, selanjutnya dilakukan  pengeringan  secara  alami  di dalam hotcell selama  3  (tiga)  hari,sehingga diperoleh padatan 137 Cs-zeolit kering dengan berat ± 45 gram.
e.  Penggerusan padatan 137 Cs-zeolit menjadi serbuk yang homogen
Padatan 137 Cs-zeolit  kering  dengan berat  ±  45  gram  dalam  beaker  gelas dipindahkan  ke  dalam  lumpang  untuk dilakukan penggerusan agar diperoleh serbuk 137 Cs-zeolit  yang  homogen  dan free flowing .  Penggerusan  dilakukan  secara manual  menggunakan  tangan  manipulator secara  perlahan-lahan  agar  tidak  terjadi ketumpahan padatan di dalam hotcell.
f.  Pencuplikan padatan 137 Cs-zeolit dengan berat 5 mg
Dalam  usaha  untuk  mengetahui homogenitas  padatan 137 Cs-zeolit  dengan paparan  radiasi  dalam  batas  ambang  yang dipersyaratkan  ≤  150  µSv/jam,  maka dilakukan  pencuplikan  padatan 137 Cs-zeolit pada  3  (tiga)  posisi  dengan  berat  tertentu, namun  yang  harus  diperhatikan  dalam kegiatan  ini  adalah  paparan  radiasi  tidak melebihi  nilai  150  µSv/jam  (persyaratan BAPETEN  dan  IAEA).  Padatan 137 Cs-zeolit dengan berat tertentu dimasukkan ke dalam vial  untuk  ditransfer  dari hotcell ke  R.135 (keluar hotcell )  melalui  pintu  belakang hotcell HC-112.  Sebelum  cuplikan  padatan
137 Cs-zeolit  dibawa  keluar  dari hotcell terlebih  dahulu  harus  dilakukan  pengukuran paparan  radiasi  pada  permukaan  vial menggunakan surveymeter pendeteksi sinar gamma.  Bila  paparan  radiasinya  150 μSv/jam, maka cuplikan padatan 137 Cs-zeolit tersebut dapat dimasukkan ke dalam can Pb dan  dibawa  ke  R.135  untuk  dilakukan pengukuran aktivitasnya menggunakan spektrometer-  . Padatan 137 Cs-zeolit dengan berat 5 mg (paparan radiasi  150 μSv/jam), kemudian  diukur  aktivitas  isotop 137 Cs menggunakan spektometer-  yang berada di laboratorium  PTBBN,  PTRR  dan  PTKMR. Pengukuran  aktivitas  dilakukan  dengan  3 (tiga) kali pengulangan dengan waktu cacah selama  500  menit.  Kegiatan  ini  merupakan uji banding antar laboratorium agar diperoleh  hasil  pengujian  yang  akurat  dan homogenitas baik.
g.  Perancagan Container  stainless  steel sebagai wadah sumber radiasi gamma
Perancangan  wadah  terdiri  dari inner  capsule,  outer  capsule dan  kontainer terbuat  dari  bahan stainless  steel yang dilapis  dengan Pb  sebagai shielding. Pelapisan bahan Pb bertujuan untuk mengindari  paparan  radiasi  dari  sumber isotop 137 Cs  ke  lingkungan,  sehingga
Pembuatan Sumber Radiasi Gamma Isotop 137 Cs Dengan Aktivitas 20 mCi Dari PEB U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Dalam Container Stainless Steel
(Aslina Br.Ginting, Yanlinastuti, Noviarty, Boybul, Arif Nugroho, Dian Anggraini, Rosika Kriswarini, Sriyono, Moch Subechi,
Gatot W, Hermawan)
diharapkan  pararan  radiasi  dilingkungan sekitar  0,5  µSv/jam  (persyaratan  BAPETEN maupun IAEA). Dimensi inner capsule, outer capsule dirancang berdasarkan berat padatan 137 Cs-zeolit ± 45 gr. Inner dan outer capsule yang dirancang mempunyai dimensi panjang  (P)  sebeesar  165  mm, inside diameter  (ID)sebesar  19  mm  dan outside diameter (OD) sebesar 26,7 mm, sedangkan untuk outer  capsule mempunyai  dimensi sebesar  P=  199  mm,  ID=  27,86  mm,  dan OD= 33,4 mm [11] .
h.  Proses loading padatan 137 Cs-zeolit ke dalam inner capsule
Setelah  selesai  perancangan  dan pembuatan inner capsule  dan outer capsule kemudian  dilakukan  penimbangan  berat inner  capsule. Padatan 137 Cs-zeolit  kering dimasukkan ke dalam inner capsule kemudian  dilakukan  penimbangan  kembali agar  diketahui  berat  padatan 137 Cs-zeolit secara  akurat. Inner  capsule yang  telah berisi  padatan 137 Cs-zeolit  ditutup  dengan penutup  yang  telah  disediakan  sambil dikencangkan  dengan  memutar  searah dengan  jarum  jam  menggunakan  obeng minus  di  dalam hotcell . Inner  capsule selanjutnya  dimasukkan  ke  dalam outer capsule. Untuk menghindari paparan radiasi inner-outer  capsule dimasukkan  ke  dalam can Pb  untuk  dibawa  dari hotcell ke  PTRR- BATAN untuk selanjutnya dilakukan pengkemasan .
i.  Pengkemasan  dan  sertifikasi  sumber radiasi gamma
Pengkemasan  padatan 137 Cs-zeolit dilakukan dengan cara penanganan radioaktif  aktivitas  tinggi  mengikuti  prosedur yang  telah  ditetapkan  oleh  BAPETEN  dan IAEA.  Pengkemasan  padatan 137 Cs-zeolit menjadi sumber radiasi gamma dilakukan di PTRR –BATAN.  Padatan 137 Cs-zeolit  dalam inner  -  outer  capsule disolder  tutupnya  agar padatan  tidak  tumpah.  Untuk  menghindari
paparan radiasi inner-outer capsule dimasukkan  ke  dalam container  stainless steel dilapisi  Pb  sebagai shielding yang sebelumnya telah dirancang. Sumber radiasi gamma  isotop 137 Cs  telah  terkungkung dalam container  stainless  steel dan  siap untuk disertifikasi oleh PTKMR-BATAN

## HASIL DAN PEMBAHASAN
a.  Pembuatan  standar  operasi  prosedur (SOP)
SOP yang dibuat dan telah mendapat  persetujuan  dari  Unit  Jaminan Mutu,  UJM-PTBBN  adalah  SOP  pelarutan PEB U 3 S i2 -Al, SOP transfer, SOP pemisahan  isotop 137 Cs  dalam  bahan  bakar nuklir  dandan  SOP  proses loading padatan 137 Cs-zeolit  ke  dalam inner  capsule serta SOP  penelitian  terkait  dengan  potensi bahaya  radiasi  dan  kontaminasi  sebagai persyaratan  bekerja  pada  zona  daerah radiasi  telah  dibuat  dengan  menyusun HIRADC (Hazard Identification Risk Assesment Determining Control) .

## b.  Validasi metode penukar kation
Hasil  validasi  metode  dan  optimasi parameter  diperoleh  berat  zeolit  yang optimal  adalah  1000  mg  dan  berat  padatan 137 Cs- zeolit yang diperoleh seberat 994 mg. Hasil pengukuran padatan 137 Cs-zeolit diperoleh  cacahan  isotop 137 Cs  dengan aktivitas  sebesar  121,105  kBq,  sedangkan dari  sertifikat  diketahui  aktivitas  standar 137 Cs  sebesar  123,984  kBq.  Kandungan
137 Cs  di  dalam  50  µL  standar  SRM  4233E hasil  pengukuran  kemudian  dibandingkan dengan kandungan isotop 137 Cs dari sertifikat sehingga diperoleh recovery pemisahan  sebesar  97,07 %,  sedangkan dari pengulangan pengukuran atau reproducibility diperoleh  presisi  pengukuran sebesar 0,778 % dengan  SD sebesar 0,126 seperti yang ditunjukkan pada Tabel 1 [15] .
Tabel 1.   Kandungan isotop 137 Cs di dalam 50 µL standar NIST Waktu cacah=1500 detik, cacah Bg=0,0018 cps
Besarnya recovery , SD dan presisi menunjukkan bahwa metode penukar kation yang  digunakan  dalam  pemisahan  isotop 137 Cs  telah  valid [15] ,  sehingga  metode  ini dapat  digunakan  untuk  pemisahan  isotop 137 Cs di dalam hotcell.
c.  Preparasi  Sampel  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca iradiasi
Hasil  penimbangan  potongan  PEB U 3 Si 2 -Al dilakukan di dalam hotcell diperoleh berat  PEB  U 3 Si 2 -Al  0,402  gr  seperti  yang ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar  1.  Penimbangan  potongan  PEB U 3 Si 2 -Al
Hasil pelarutan potongan
PEB
U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi  dengan  berat  0,402 gr  menggunakan  HCl  6N  dan  HNO 3 6N diperoleh  larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  25  mL  atau setara dengan 26,05 gr larutan.
Gambar  2.  Proses  Pelarutan  PEB  U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi
Untuk  mengurangi  paparan  radiasi maka  dilakukan  pengenceran  larutan  PEB U 3 Si 2 -Al  dari  volume  25  mL  menjadi  65  mL atau  setara  dengan  66,56  gr  larutan  seperti yang ditunjukkan pada Gambar 2.
d.  Pemisahan  isotop 137 Cs  dalam  larutan PEB U 3 Si 2 -Al
Hasil  pemisahan  isotop 137 Cs  dalam larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  seberat  65,56  gr larutan dengan penambahan zeolit Lampung seberat 45 gr menggunakan metode penukar  kation  diperoleh  padatan 137 Cs- zeolit kering dengan berat ± 45 gram seperti yang ditunjukkan pada Gambar 3 dan 4.
Pembuatan Sumber Radiasi Gamma Isotop 137 Cs Dengan Aktivitas 20 mCi Dari PEB U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Dalam Container Stainless Steel
(Aslina Br.Ginting, Yanlinastuti, Noviarty, Boybul, Arif Nugroho, Dian Anggraini, Rosika Kriswarini, Sriyono, Moch Subechi,
Gatot W, Hermawan)

## Gambar 3.  Padatan
137 Cs - zeolit dengan berat  45  gram  dalam  beaker gelas Gambar 4. Padatan 137 Cs-zeolit kering sebelum dilakukan penggerusan
e.  Penggerusan padatan 137 Cs-zeolit menjadi serbuk yang homogen
Hasil  penggerusan  diperoleh  serbuk 137 Cs-zeolit  yang homogen dan free flowing . Penggerusan  dilakukan  secara  manual menggunakan  tangan  manipulator  secara perlahan-lahan agar tidak terjadi ketumpahan  padatan  di  dalam hotcell seperti  yang  ditunjukkan  pada  Gambar  5 dan 6.
Gambar 5. Pemindahan padatan 137 Cs-zeolit ke dalam lumpang
Gambar 6. Penggerusan padatan 137 Cs- zeolit di dalam lumpang f.  Pencuplikan padatan 137 Cs-zeolit dengan berat 5 mg
Pencuplikan  padatan 137 Cs-zeolit pada 3 (tiga) posisi dengan berat cuplikan @ 5  mg  dengan  paparan  radiasi  43,4  µSv/jam seperti  yang  terlihat  pada  Gambar  7.
Menurut kaidah statistik pencuplikan padatan 137 Cs-zeolit  seharusnya  dilakukan pada  7  (tujuh)  posisi  agar  diperoleh  data homogenitas  yang  akurat,  namun  karena pencuplikan  padatan 137 Cs-zeolit  di  dalam hotcell sangat  sulit  dilakukan  menggunakan tangan  manipulator,  sehingga  pencuplikan dilakukan  hanya  pada  3  (tiga)  posisi)  saja. Hasil  pengukuran  aktivitas  sampel  cuplikan padatan 137 Cs-zeolit  dengan  berat  5  mg menggunakan  alat  Spektometer-  oleh  3 (tiga)  laboratorium  PTBBN,  PTRR  dan PTKMR  menunjukkan  hasil  yang  sama seperti  yang  dituangkan  pada  Tabel  2  dan Gambar  8.  Hasil  pengukuran  diperoleh aktivitas isotop 137 Cs rerata sebesar
3,91x10 -3 mCi  untuk  cuplikan  1  dan  untuk cuplikan  2  sebesar  3,86  x  10 -3 mCi  serta 4,13  x  10 -3 mCi  untuk  cuplikan  3.  Besaran aktivitas  isotop 137 Cs  tidak  mempunyai perbedaan  yang  signifikan  untuk  masing- masing laboratorium, sehingga dapat dinyatakan  bahwa  cuplikan  padatan 137 Cs- zeolit
yang
diperoleh mempunyai
homogenitas yang baik.
Gambar 7. Pengkuran paparan radiasi larutan PEB U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi
Gambar 8. Spektrum  isotop 137 Cs  di  dalam padatan 137 Cs –zeolit.
Dalam  usaha  untuk  mengetahui hanya  isotop 137 Cs  yang  terikat  di  dalam zeolit Lampung, dilakukan pembuktian dengan  cara  melakukan  pemisahan  isotop 137 Cs  standar  SRM  4233E  sebanyak  50  µL dan  dilakukan  proses  penukar  kation dengan  menambahkan  zeolit  Lampung seberat  1000  mg [16] .  Padatan  isotop 137 Cs- zeolit  dari  standar  SRM  4233E  yang dihasilkan  diukur  dengan  spektrometer-  dan  diperoleh  hasil  berupa  spektrum  isotop 137 Cs standar seperti yang ditunjukkan pada Gambar 9.
Tabel 2.  Hasil uji banding aktivitas 137 Cs
Gambar 9. Spektrum  isotop 137 Cs  standar dalam padatan 137 Cs-zeolit
Gambar  8  dan  9  menunjukkan bahwa  zeolit  Lampung  dapat  digunakan sebagai  pengganti  resin  sintetis  dalam pemisahan isotop 137 Cs menggunakan
metode  proses  penukar  kation [17] .  Hal  ini dibuktikan  dengan  spektrum  standar  isotop 137 Cs dari SRM 4233 E yang diperoleh sama dengan  spektrum  isotop 137 Cs  dari  larutan PEB  U 3 Si 2 -Al  pada  masing-masing  energi 661,45 keV.
g.  Perancangan container  stainless  steel sebagai wadah sumber radiasi gamma
Hasil rancangan pembuatan
container yang terdiri  dari inner  capsule, outer  capsule terbuat  dari  bahan stainless steel seperti yang ditunjukkan pada Gambar 10 dan 11. Besarnya dimensi inner capsule, outer  capsule dirancang  berdasarkan  berat padatan 137 Cs-zeolit  yang  ada  yaitu ± 45 gr. Dimensi inner dan outer capsule mempunyai ukuran  panjang  (P)=  165  mm, inside diameter (ID)= 19 mm dan outside diameter (OD)=  26,7  mm,  sedangkan  untuk outer capsule mempunyai  ukuran  P=  199  mm, ID= 27,86 mm, dan OD= 33,4 mm.
165 m m 139 m m OD. 26,7 mm ID. 19 mm Ø 26,7 mm 3 mm 20 m m Las-an 20 m m INNER CAPSULE CESIUM-137 OD . 24 m m ID. 20 mm 1. Bahan dari stainless steel Stainless Steel 316 2. Semua dimensi : mm 6 mm Digambar oleh Tanggal
Gambar 10.  Bentuk dan dimensi inner capsule stainless steel .
Pembuatan Sumber Radiasi Gamma Isotop 137 Cs Dengan Aktivitas 20 mCi Dari PEB U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Dalam Container Stainless Steel
(Aslina Br.Ginting, Yanlinastuti, Noviarty, Boybul, Arif Nugroho, Dian Anggraini, Rosika Kriswarini, Sriyono, Moch Subechi,
Gatot W, Hermawan)
OD. 33,4 mm 15 m m 5 mm 27,86 mm 2,77 mm 27,86 mm 20 m m 17 0 m m 20 m m OD. 33,4 mm 10 mm 15 m m 20 m m 2 mm 4 mm 26 m m 25 0 m m OUTER DAN INNER  CAPSULE CESIUM-137 1. Bahan dari stainless steel Stainless Steel 316 2. Semua dimensi : mm Digambar oleh Tanggal 15 mm 19 9 m m
Gambar 11.  Bentuk dan dimensi outer capsule stainless steel
h.  Proses loading padatan 137 Cs-zeolit
Setelah  selesai  dilakukan  proses perancangan  dan  pembuatan inner  capsule dan  outer  capsule kemudian  dilakukan penimbangan berat inner capsule.
Gambar 12.  Padatan 137 Cs-zeolit dalam
inner capsule
Padatan 137 Cs-zeolit  dimasukkan  ke dalam inner capsule dan dilakukan penimbangan  kembali  agar  diketahui  berat padatan 137 Cs-zeolit  secara  akurat  seperti yang terlihat pada Gambar 12.
Inner  capsule yang  telah  berisi padatan 137 Cs-zeolit  ditutup,  selanjutnya dimasukkan  ke  dalam outer  capsule. Untuk menghindari  paparan  radiasi inner-outer capsule dimasukkan  ke  dalam container stainless  steel dilapisi  Pb  sebagai shielding yang  sebelumnya  telah  dirancang  seperti Gambar  13.  Pelapisan  bahan  Pb  bertujuan untuk  mengindari  paparan  radiasi  dari
sumber isotop
137 Cs ke lingkungan, sehingga  diharapkan  pararan  radiasi  di lingkungan sekitar 0,5 µSv/jam (persyaratan BAPETEN maupun IAEA).
CONTAINER SUMBER CESIUM-137 1. Bahan Pb dan stainless steel Stainless Steel 316 2. Semua dimensi : mm Digambar oleh Tanggal 275 mm 340 mm 50 mm 5 0 m m 50 mm 50 mm 3 6 m m
Gambar  13.  Rancangan  bentuk contain er isotop 137 Cs  dengan shielding Pb.
i.  Pengkemasan  dan  sertifikasi  sumber radiasi gamma
Pengemasan  padatan 137 Cs-zeolit dilakukan dengan cara penanganan radioaktif  aktivitas  tinggi  mengikuti  prosedur yang  telah  ditetapkan  oleh  BAPETEN  dan IAEA.  Pengkemasan  padatan 137 Cs-zeolit menjadi  sumber  radiasi  gammma  dilakukan di  PTRR –BATAN  dan  diperoleh  sumber radiasi gamma ) isotop 137 Cs yang terkungkung  di  dalam  dalam container stainless steel seperti yang ditunjukkan pada Gambar 14.
Gambar 14.  Prototipe container  stainless steel sumber  radiasi  gamma isotop 137 Cs terbuat dari stainless steel dan shielding Pb
Container  stainless  steel isotop 137 Cs  tersebut,  kemudian  disertifikasi  oleh PTKMR  sehingga  diperoleh  sumber  radiasi gamma  tertutup (shield  source) isotop 137 Cs bersertifikat  produksi  dalam  negeri (local content) .  Sumber  radiasi  gamma  isotop 137 Cs  dengan  aktivitas  sebesar  20  mCi  siap di  gunakan  sebagai gamma  logging pada industri pertambangan.

## SIMPULAN
Telah  diperoleh  sumber  radiasi gamma  isotop 137 Cs  dengan  aktivitas sebesar 20 mCi di dalam c ontainer stainless steel siap  di  gunakan  sebagai gamma logging pada industri pertambangan.
Keberhasilan penelitian PTBBN-PTRR- PTKMR-BATAN  membuat  sumber  radiasi gamma  isotop 137 Cs  dapat  meningkatkan kemampuan SDM untuk memahami metodologi  dan  teknologi  pemisahan  isotop 137 Cs  sebagai  sumber  radiasi  gamma.  Oleh karena  itu,  hasil  penelitian  ini  memberi peluang  bagi  BATAN  untuk  bekerja  sama dengan  perusahaan  maupun  industri  untuk mengembangkan  penggunaan  bahan  dan teknologi nuklir diberbagai bidang industri.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  R.I. Dobrin, T. Craciunescu, M. Pavelescu,  (2010), Candu  and  Triga Fuel Burn-up Determination Using Axial and  Tomographic  Gamma  Scanning ,
Institute  for  Nuclear  Research  Pitesti,
P.O.Box 78, Campului Street 1, Mioveni, Rumania, November 4.
[2]  A.Nugroho,  Boybul,  A.  Ginting,  (2014), Pemungutan Isotop Hasil Fisi 137 Cs Dan
Unsur  Bermassa  Berat  Dari  Bahan Bakar  U 3 Si 2 -Al  Pasca  Iradiasi  Untuk Burn Up, Jurnal Teknologi Bahan Bakar Nuklir,Pusat  Teknologi  Bahan  Bakar Nuklir, Serpong.
[3]  A. Br. Ginting, D. Anggraini, A.Nugroho,
( 2011),  Pengaruh  Penambahan  Zeolit Terhadap  Pemisahan  Isotop 137 Cs dalam  Pelat  Elemen  Bakar  U 3 Si 2 -Al Pasca  Iradiasi,  Jurnal  Teknologi  Bahan Buklir- PTBN-BATAN, Vol.7, No.2, Juni.
[4]  A. Br. Ginting, D. Anggraini, A.Nugroho, R.Kriswarini,G.Wurdiyanto,Hermawan,
(2014), Pembuatan Isotop 137 Cs Sebagai Sumber Radiasi Gamma Untuk Digunakan Dalam Industri,
URANIA,  Jurnal  Ilmiah  Daur  Bahan Bakar  Nuklir,  Vol.3,  Oktober  2014,  hal 147-155, ISSN 0852-4777.
[5]  A.  Br.  Ginting,  A.  Nugroho,  Boybul, (2012), Pemisahan dan Analisis
Radionuklida 137 Cs di Dalam PEB U 3 Si 2 - Al  Tingkat  Muat  Uranium  2,96  gU/cm 3
Pasca  Iradiasi,  Jurnal  Teknologi  Bahan Nuklir-PTBN-BATAN,Vol.8 No.1,
Januari.
[6]  T.Takahashi,  T.  Takeuchi,  K.Sassa, (2014), ISRM  Suggested  Methodes  for
Borehole Geophysics in Rock
Engineering ,  International  Journal  of Rock  Menhanics  and  Mining  Sciences, Volume 43, Issue 3, April 2014
[7] J.  Sumanto,  A.  Jalil,  Sukandar,  dan Romadhon, (2013), Desain Perangkat Pengukur Aktivitas Dosis Pada Renograf , Prosiding Pertemuan Ilmiah Perekayasaan Perangkat Nuklir, PRPN – BATAN, 14 November 2013, Serpong.
[8]  P.G.Killeen,  (2013), Borehole  Logging for Uranium by Measurement of Natural Gamma  Radiation ,  The  Internasional Journal  of  Applied  Radiation  and Isotopes,  Volume  34,  Issue  1,  January 2013.
[9]  P.T. Recsalog Geoprima, (2015), Geologist  Consultans,  Jl.  Ratna  Niaga No.16, Komp. Kota Baru, Parahyiangan, Bandung.
Pembuatan Sumber Radiasi Gamma Isotop 137 Cs Dengan Aktivitas 20 mCi Dari PEB U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Dalam Container Stainless Steel
(Aslina Br.Ginting, Yanlinastuti, Noviarty, Boybul, Arif Nugroho, Dian Anggraini, Rosika Kriswarini, Sriyono, Moch Subechi,
Gatot W, Hermawan)
[10]  Sudarmadi,  (2015),  Penawaran  Harga Isotop  Cs-137  dan  U-233,  PT.  Energia Protektama,  Jl.Karang  Tengah  Raya No.88 H, Lebak Bulus Cilandak, Jakarta
Selatan 12240
[11]  Standard  Capsule  Designs,  (2015), Industrial  Radiation  Sources,  Isotope Product  Information ,  Eckert  &  Ziegler- Berlin, Germany.
[12]  S.Kobayashi, T.Shinomiya, H,Kitamura, (2015), Radioactive Contamination
Mapping  of  Northeastern  and  Eastern Japan  a  Car  Borne  Survey  System  for Radiation Probe , Journal of
Enviromental Radioactivity, Volume 139, January 2015, page 281-293.
[13]  NIST,  (2012),  Standar  Larutan  Isotop 137 Cs dengan Aktivitas SRM 4233E
[14]  American Stadard Test Methods, ASTM-E 692-00, (2000), Standard Test Methods for Determining the Content of
Cesium-137 in Irradiation Nuclear Fuels
by High Resolution Gamma-ray Spectral Analysis , Standard Test Method for Nuclear Material,
USA,Vol.12.1.
[15] Robert  L,  Anderson,  (1987),  Practical Statistics  for  Analytical  Chemists”  Van Nostrand Reinhold Company New York
[16]  J.Real,  F.Persin,  C.Camarasa  Cauret, (2012), Mechanisms  of  Desorption Cesium and Stronsium Aerosols
Deposited  on  Urban  Surfaces ,  Journal of  Environmental  Radioactivity,  Volume 62, Issue 1.
[17]  H.Simger, F.Arnold, H. Aufurhoff, R.Bauman,  F.  Kaether,  S.  Lindemann, L.Rauch,  (2014), Detection  of 133 Xe from  the  Fukusima  Nuclear  Power  Plant in  The  Upper  Troposphere  above Germany , Journal of Evironmental
Radioactivity, Volume 132, June 2014.